反应堆工程

  • 喷淋冷却条件下压水堆乏燃料换热特性研究

    曹琼;李鸿源;衣聪慧;陆道纲;

    AP1000核电站首次设置了乏燃料喷淋冷却系统来防止极端事故下放射性物质的大量释放。针对喷淋冷却条件下乏燃料棒外下降液膜流动及换热特点,本文建立了乏燃料过冷液膜和饱和液膜下的换热模型,并形成Matlab软件计算乏燃料喷淋冷却的热工参数,最后对比分析不同喷淋流量下液膜厚度、液膜温度、液膜换热系数及包壳壁面温度的空间变化特性,并获得不同热流密度下乏燃料组件所需的最小喷淋流量。

    2019年05期 v.39;No.159 673-677页 [查看摘要][在线阅读][下载 1025K]
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  • 碎片对燃料组件流动阻力影响的试验研究

    王达;牛风雷;卓卫乾;梁瑞仙;

    压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。

    2019年05期 v.39;No.159 678-686页 [查看摘要][在线阅读][下载 2268K]
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  • 基于扩散界面法的ADS无窗散裂靶自由界面数值研究

    林显斌;蔡杰进;王烨;

    采用水作为模拟工质,用扩散界面法和有限元法以及k-ε湍流模型对无窗靶件的自由界面非稳态特性进行数值模拟。结果和实验吻合较好,表明扩散界面法能准确地进行模拟,并且结果表明流场中存在一个回流区以及中心线沿程压力存在一个谷值和峰值。通过计算不同出口背压下的自由界面的形状和高度,获得出口压力对界面稳定性的影响,同时计算不同出口背压对回流区长度的影响以得到增大无窗靶的热移出能力的规律,结果表明:出口背压在900Pa以上,自由界面较稳定,不会产生明显的气泡,出口背压越大,自由界面越稳定,高度越高;同时,出口背压越大,回流区的高度越低,热移出能力越强。

    2019年05期 v.39;No.159 687-694页 [查看摘要][在线阅读][下载 1624K]
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  • 不同尺寸管道中细颗粒的沉积运动规律研究

    朱亮宇;周涛;秦雪猛;丁锡嘉;张家磊;

    研究不同尺寸管道中颗粒物的运动沉积情况,对于采用合理管道,以减少管道中的颗粒物具有重要价值。利用流体分析软件模拟不同尺寸管道内水介质中细颗粒物的沉积运动规律,得出管道尺寸对细颗粒物沉积运动的影响。结果表明:流体在管道中流动的过程中,壁面附近的流体流速低于管道内部流体流速,壁面附近的压力高于管道内部;流体在管道运动过程中,逐渐发展完全,压力与流速在后半段趋于稳定。在管道直径一定的情况下,颗粒物沉积率随管道长度增大而增大;在管道长度一定的情况下,颗粒物沉积率随管道直径增大而减小;当管道长度较短且管道直径较大时,颗粒物沉积现象不明显;当管道管径同时变化时,对颗粒物沉积产生综合影响,变化规律非线性。

    2019年05期 v.39;No.159 695-700页 [查看摘要][在线阅读][下载 1002K]
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  • CPY核电厂低温超压保护改进的研究

    张亚奇;唐祥;

    法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定值的稳压器安全阀提供低温超压保护。低温超压的瞬态模拟和应力分析的结果显示降低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值能够在低温冷停堆状态下为反应堆冷却剂系统(RCP)提供有效的超压保护,避免反应堆压力容器出现脆性断裂,确保一回路压力边界的结构完整性。

    2019年05期 v.39;No.159 701-707页 [查看摘要][在线阅读][下载 1284K]
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  • 稳态条件下稳压器喷淋降压模型及数值分析

    邓丰;黄燕;李焕鸣;谈国伟;

    本文基于非稳态球形传热模型,在单液滴与饱和蒸汽之间的传热模型的基础上,根据稳压器喷雾流量、雾化颗粒特性参数及反应堆一回路系统参数,建立了反应堆一回路系统稳压器的喷淋降压动态特性的数学模型。根据某核电机组热态功能试验时的试验条件,使用FORTRAN语言编写程序,选用迭代的方法,对稳压器喷淋降压的动态特性进行了数值模拟分析计算。计算结果表明,通过数值计算得到的喷淋降压速率与实际试验结果符合性较好。

    2019年05期 v.39;No.159 708-714页 [查看摘要][在线阅读][下载 508K]
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  • 芯块侧偏状态下的燃料棒温度场数值计算分析

    张钧波;张功伟;张敏;

    燃料芯块侧偏状态下的燃料棒温度分布关系到反应堆燃料设计和安全运行。本文基于燃料棒的稳态扩散方程的一般形式,通过数值计算分析了芯块侧偏对燃料棒传热和温度分布的影响。结果表明:当燃料芯块侧偏时,芯块最高温度的位置向芯块侧偏的反方向偏移且最高温度下降,偏心率越大,最高温度的位置偏移程度越大,温降也越大。当偏心率e为0.5和0.8时,芯块最高温度分别下降1.3%和4.1%。而燃料棒包壳外壁面温度分布不均匀且最高温度随着偏心率的增大而升高,当偏心率e=0.8时,燃料棒包壳外壁面的最高温度为350℃,达到燃料棒的临界工作温度。

    2019年05期 v.39;No.159 715-721页 [查看摘要][在线阅读][下载 1196K]
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  • 小型铅基堆自然转强迫循环热工水力瞬态特性分析

    刘文斌;张光雨;王磊;周涛;

    小型铅基堆运行于自然循环工况时为了大幅提升功率输出能力,运行工况需要由自然循环转换到强迫循环。然而在转换过程中,由于主泵的突然开启,流量迅速增加,导致堆芯功率以及反应性等参数剧烈波动,这会威胁到反应堆安全。因此,本文采用RELAP5/MOD4.0程序对10MW小型铅基堆进行仿真建模,分析了铅基堆在自然转强迫循环过渡过程的瞬态特性及其影响因素。计算结果表明,首先,初始功率水平越高,功率峰值越高,反应堆周期越小,这可能威胁反应堆的安全,因此需要依据核功率保护整定值选择出安全转换的最高初始功率水平(54%FP)。其次,采取人为干预措施或者逐次开启主泵措施可以有效减小功率等参数波动,提高了安全转换的最高初始自然循环功率水平,这对提升反应堆在转换过程中的安全性与可靠性具有重要意义。最后,制定了一套优化的运行控制策略能够确保其在较高功率水平下(70%FP)实现自然向强迫循环快速平稳安全地转换。

    2019年05期 v.39;No.159 722-729页 [查看摘要][在线阅读][下载 2120K]
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核电厂

  • 采用化学方法分析和计算压水堆核电厂调试阶段蒸汽发生器的泄漏量

    刘勇;叶明;吴慧;毛欢;

    压水堆核电厂蒸汽发生器作为反应堆冷却剂系统的关键设备,能够将一回路冷却剂的热量传递给二回路给水并产生饱和蒸汽供汽轮机做功,同时它也是构成第二道安全屏障的重要设备之一。在核电机组调试阶段,堆芯未装载核燃料的热态功能试验期间,将一回路压力升压并维持在设计的最高值,通过检测分析蒸汽发生器二次侧的硼浓度并计算一次侧向二次侧泄漏量的化学方法,能有效验证蒸汽发生器一、二次侧之间的密封性,从而确保核电厂在正常运行期间的放射性外泄剂量控制在可接受的范围内。

    2019年05期 v.39;No.159 730-734页 [查看摘要][在线阅读][下载 386K]
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  • 水蒸气—氮气清洗方法在小型粘钠设备清洗中的应用

    刘绩伟;李君瑜;李煦;谢淳;禹春利;

    本文主要研究了水蒸气—氮气清洗方法在小型粘钠设备清洗中的应用,实验采用的小型粘钠设备包括电磁泵、钠流量计以及粘钠阀门。实验结果表明水蒸气—氮气清洗方法能够很好的应用于小型粘钠设备,对于结构复杂的钠阀也能保证彻底清洗。小型粘钠设备清洗时通过氢气浓度控制反应速率并判断清洗过程的进行,最终还可以通过清洗液的电导值估算清洗除钠量。此外本文还分析了清洗过程中清洗罐压力波动的原因,被清洗设备放置方式对清洗结果的影响,得到了一些清洗经验,指导未来清洗技术的研究和开展。

    2019年05期 v.39;No.159 735-742页 [查看摘要][在线阅读][下载 2775K]
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  • 320 MW核电机组热功率计算与主给水流量低的研究

    夏中朝;孙磊;

    本文根据秦山320 MW机组反应堆热功率和主给水流量出现下降趋势,从热功率计算的原理出发,分析了热功率计算值的影响因子,通过热平衡试验和给水流量诊断试验分析了主给水流量在热平衡计算中对反应堆热功率准确度的直接影响。然后介绍了核电厂主给水流量测量的常规方法及文丘里流量计存在的不足,320 MW核电机组主给水流量低的原因可能是文丘里管的喉部出现冲蚀情况。随后提出了主给水流量低的相关应对措施,最后依据技术规格书要求条款讨论了反应堆热功率下降对于机组功率运行时的安全性的不利影响。

    2019年05期 v.39;No.159 743-749页 [查看摘要][在线阅读][下载 364K]
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  • 一回路剩余空气体积对核岛隔离阀密封性定期试验的影响研究

    孙开宝;张钊;张铁坚;圣国龙;赵福宇;种道彤;严俊杰;

    核电机组核岛隔离阀密封性定期试验一般在机组启动的动态排气后进行,是确保隔离阀安全功能的重要试验。本文分析了核电机组安注管线主回路隔离阀密封性定期试验的原理和验收准则的设计方法,提出了动排气剩余空气体积对隔离阀密封性定期试验影响的分析方法。以RCP320VP为例,通过CFD建模计算,分析了剩余空气体积对定期试验结果的影响,即一定范围内剩余空气体积升高不会对定期试验结果带来影响,若一回路剩余空气体积提升过高(高于40标准立方米),在ASME标准允许的最大泄漏口径前提下,原来的定期试验验收准则将不再适用。本文的研究对于优化定期试验监督、提升机组核安全水平、提升一回路剩余空气体积标准值具有较大的参考价值。

    2019年05期 v.39;No.159 750-757页 [查看摘要][在线阅读][下载 1012K]
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  • ACPR1000核电厂SG水位控制调试方法研究

    项洪一;陈坚才;黄振广;陈开林;刘鹏;

    针对改进型压水堆核电机组(ACPR1000)蒸汽发生器(SG)水位控制的难点,从水位控制原理和工艺系统耦合问题进行分析,找出调试的关键点。对传递函数进行差分化推导,计算并设置PID控制系统各参数。在首次升功率到30%FP(FP:满功率)期间完成小阀的调试、二回路蒸汽负荷映像(411ZO)系数调试、大小阀切换点设置等重要调试工作。在RRC(Reactor Control)瞬态试验过程中验证控制效果,结果表明该调试方法效果良好,在各瞬态试验中SG水位控制稳定。

    2019年05期 v.39;No.159 758-764页 [查看摘要][在线阅读][下载 1133K]
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  • 基于CDF的核电厂可靠性指标分配方法研究

    李朝君;宋维;陈妍;黄志超;依岩;兰兵;

    目前核工业界期望通过堆芯损坏频率(CDF)指标获得核电厂各前沿系统的可靠性指标,但尚没有明确的方法和实践。传统的可靠性分配方法是将系统的可靠性指标分配至子系统或部件,本文参考工业界传统系统的可靠性指标分配方法,根据核电厂风险评价方法和电厂设计特性,提出由CDF安全指标确定核电厂前沿系统可靠性指标的方法——比例—修正—公式法,该方法是基于传统的可靠性指标分配方法—比例组合法进行创新性提出,通过比例—修正—公式法计算了典型核电厂前沿系统的可靠性指标,计算结果显示该方法是合理可行的。

    2019年05期 v.39;No.159 765-770页 [查看摘要][在线阅读][下载 815K]
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  • 基于BP神经网络的核电站温度传感器检测装置的设计开发研究

    杜晓光;李楠;刘燕芳;关济实;

    根据核电站使用电阻温度传感器(RTD)时面临的需求,开发设计一套温度传感器在线检测装置。该装置利用回路电流阶跃方法,实现RTD响应时间在线测试。使用快速傅里叶变换和陷波滤波器解决采集信号中噪声干扰问题,通过BP神经网络实现快速准确求解动态曲线的响应时间。建立了RTD的健康评估流程,创造性的给出使用历史数据库为核电站中关键位置的RTD建立响应时间特征库的建议,对RTD的寿命进行预测分析,实时检测RTD的健康状态,为设备的可靠性维修提供数据支撑。通过计算RTD的响应时间,预测RTD达到热稳态所需的时间。该检测装置为核电站提供对温度传感器进行定期试验的条件,保证运行过程的正常进行。

    2019年05期 v.39;No.159 771-777页 [查看摘要][在线阅读][下载 1500K]
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  • 放射性废树脂热态超级压缩堆积密度探讨

    马小强;杨洋;商佩海;马若霞;文建中;

    采用热态超级压缩处理放射性废树脂是实现放射性废树脂减容处理的有效方法之一。粉末堆积理论分析表明,当树脂粉末包含多种粒度,且相邻颗粒粒径、质量分数按特定比例时,可获得最大的堆积密度。非放树脂热态超压试验结果显示,当研磨、烘干后的树脂粉末用20 000kN压力压缩后,其相对堆积密度73.3%,密度1.1g/cm~3,远小于多元堆积密度理论值。建议改进研磨工艺,控制研磨后树脂粉末粒度分布,提高堆积密度,减少废物体积。

    2019年05期 v.39;No.159 778-781页 [查看摘要][在线阅读][下载 107K]
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核安全

  • 核电站冷却用电机抗震性能鉴定及裕度分析

    周年强;施卫星;

    根据相关核安全法规,核电站的冷却水泵用电机为核安全2级,必须确保承受若干次安全停堆地震(OBE)和运行基准地震荷载(SSE)荷载之后,仍能保持结构完好性和安全运行功能。本文通过模拟地震振动台设备对1台1E级冷却水泵用电机进行白噪声和若干次人工波激振,获取了电机的基本动力特性,并通过在试验过程中对电机功能的监测和试验数据的分析,结论表明该电机在各地震工况下结构完好,各功能指标在抗震试验前后无明显变化,满足抗震要求。利用高置信度低概率失效(HCLPF)来量化设备的抗震裕度(SMA),采用核电站抗震裕度评估方法 EPRI NP-6041-SL中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度比例因子,得到该电机的抗震裕度。

    2019年05期 v.39;No.159 782-788页 [查看摘要][在线阅读][下载 2277K]
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  • 基于MAAP4的百万千瓦级核电站大破口事故分析

    袁显宝;林钦;张彬航;刘芙蓉;俞玲;黄家胜;夏寅泳;

    本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。

    2019年05期 v.39;No.159 789-795页 [查看摘要][在线阅读][下载 484K]
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  • M310机组应对全厂断电事故的优化研究

    张博平;初永越;张适;钱晓明;

    全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR 50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显著提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。

    2019年05期 v.39;No.159 796-803页 [查看摘要][在线阅读][下载 309K]
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  • 核电厂安全系统维修活动风险评价过程中的共因失效研究

    堵树宏;孙金龙;吴立村;

    在电厂风险评价中,随着电厂组态的变化,共因失效的模化也需要相应变化。本文通过研究不同类型维修活动对于共因失效的影响,提出了一种合理可行的共因失效模化方法。并通过分析结果发现,不同类型的维修活动对于共因失效影响不同。相比于预防性维修活动,当设备由于纠正性维修退出服务后,系统的失效概率会有显著的增加。在此基础上,提出了风险指引安全系统后撤时间(AOT)优化中涉及的共因失效处理方式,该处理方式也可用于其他相关的风险评价工作中。

    2019年05期 v.39;No.159 804-808页 [查看摘要][在线阅读][下载 312K]
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核技术

  • 三种核燃料循环方案的综合效益比较

    曹殿鹏;邹树梁;唐德文;肖魏魏;于洁;

    核燃料循环产业发展的最佳状态是消耗最少的核资源,产生最好的经济效益,造成最小的环境危害。本研究从铀资源消耗、废物排放、循环成本三个方面,对开路热堆循环、闭式热堆循环、快热联合循环三种核燃料循环方案的综合效益进行比较。研究表明,在铀资源利用方面,与开路热堆循环比较,闭式热堆循环节省天然铀22.3%,快热联合循环节省天然铀65.2%,闭式热堆循环铀资源利用率提高28.7%,快热联合循环铀资源利用率提高165.5%,闭式热堆循环节省分离功12.5%,快热联合循环节省分离功60.8%。增加后处理环节的闭式核燃料循环能大幅度节约天然铀资源并减少能耗,显著提高铀资源利用率。在经济性方面,与开路热堆循环比较,闭式热堆循环成本平均提高6%,快热联合循环成本平均降低27.3%。开路热堆循环经济性优势随着天然铀价格降低而增强,闭式循环经济性优势随着后处理价格越低而增强,快热联合循环的经济性始终优于闭式热堆循环。本研究确定了三种循环间的经济平衡点,可根据不同天然铀价格和后处理价格比较三种循环方案经济性的优劣,选取经济可行的核燃料循环方案。在环境保护方面,与开路热堆循环比较,闭式热堆循环的废物产生量减少84.1%,体积减少87.7%,快热联合循环的废物产生量减少95.4%,体积减少99.0%。闭式循环的环境效益明显优于开路循环,快热联合循环优势最大。研究结论,快热联合循环的综合效益最好,是核燃料循环产业发展的最佳选择。

    2019年05期 v.39;No.159 809-820页 [查看摘要][在线阅读][下载 1634K]
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  • 新建核电厂数字化仪控系统变更控制研究

    朱高斌;穆海洋;段鹏;

    新建核电站数字化仪控系统(也称DCS系统)招投标程序完成后,工程造价基本确定,但是项目执行期间的变更数量及变更费用往往难以控制。本文结合田湾核电站一期、二期DCS项目的执行情况,首先对变更的原因进行分析,然后通过一些标志性节点将DCS项目执行分为不同的阶段,根据每个阶段的工作侧重点不同,提出了变更预防及控制的策略,以期推动核电站DCS项目管理水平的提升。

    2019年05期 v.39;No.159 821-825页 [查看摘要][在线阅读][下载 154K]
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  • 乏燃料铁路运输路线选择模型研究

    李中阳;陈春花;吴斌;邹俊;郝丽娟;王芳;吴宜灿;

    "十三五"期间我国核电站所需外运乏燃料约为"十二五"期间的五倍多,运输量急剧增加。从长远看,我国目前的乏燃料公路运输模式不可持续,急需开展适合大批量长距离的铁路运输模式。本文在研究我国乏燃料铁路运输法规要求的基础上,结合事故情景和运输线路影响因素分析,开展了乏燃料铁路运输路线选择模型的研究。建立了乏燃料铁路运输路线选择评价指标体系,并通过耦合层次分析法和最近邻法,根据重要性对各指标赋予不同权重,根据加权距离选择较优线路,使得评价结果更加合理。利用该模型对某核电站乏燃料铁路运输拟选择的两条线路进行评价,评价结果与相关专家研究结果一致,表明本文建立的模型为我国乏燃料铁路运输路线选择提供了一种可行的评价手段。

    2019年05期 v.39;No.159 826-832页 [查看摘要][在线阅读][下载 382K]
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  • 有缓发中子的均匀弥散型反应堆内热中子有效增殖系数的求解方法的介绍

    裴德强;

    研究背景和目的:目前,学界中还没有出现过介绍均匀弥散堆内有缓发中子的k_(eff)的文章,为了弥补该空白,特撰写此文。方法:通过建立有缓发中子的均匀弥散型反应堆内两群中子平衡方程,并通过相应的物理建模与数学推导,得到我们想要的k_(eff)的数学表达式。主要结果:得到了k_(eff)的数学解析表达式;为求得堆内任一点的k_(eff)的值提供了方法。结论:该文推导合理,结论正确;为堆物理的成熟与进步做出了贡献。

    2019年05期 v.39;No.159 833-840页 [查看摘要][在线阅读][下载 162K]
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  • 核电厂设备闸门提升装置关键失效模式分析

    谢洪虎;邓海青;张峰;刘小华;何英勇;陈楚员;

    对核电厂设备闸门提升装置在闸门封头开启和关闭过程中的运动特性进行分析研究,该研究借助动力学仿真软件ADAMS和有限元分析软件ANSYS展开,分别对故障树分析发现的薄弱环节进行分析,包括:提升装置两侧导向箱不同步而产生卡滞和地震工况下闸门封头两侧导轨变形失效。分析结果表明,闸门封头两侧导向箱不同步高度差≤54mm时,提升装置不会产生卡滞现象;在地震工况下,提升装置无论是在闸门封头开启还是关闭状态,两侧导轨都不会出现变形失效。

    2019年05期 v.39;No.159 841-848页 [查看摘要][在线阅读][下载 1954K]
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  • 滨海核电厂址大型模块海运交付技术方案可行性探讨

    晏桂珍;汤传乐;王成才;杨中伟;宋平;丁海明;

    采用模块化建造方式是非能动压水堆核电站降低建造成本的主要方式之一。以CAP1400核电机组大型模块为参照,按照双机组建设计划安排,分析了滨海核电厂址大型模块海上运输交付的配套要求和工艺流程,选取典型模块分析海上运输的安全性,描述了对现有建造模式的影响和主要风险,简单比较分析了大模块海上运输交付技术方案与现有模块建造技术方案的主要环节成本差异。结果表明,滨海厂址采取大型模块海上运输交付技术方案可行,经济性需要根据厂址实际条件与推广应用范围综合考虑。

    2019年05期 v.39;No.159 849-859页 [查看摘要][在线阅读][下载 1379K]
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辐射防护

  • 基于ISPRA-Fe实验的SuperMC 3.2屏蔽深穿透验证

    杨金合;龙鹏程;何鹏;李斌;邹俊;

    为验证中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC(超级蒙卡)在计算裂变堆屏蔽深穿透问题时的准确性和可靠性,采用OECD/NEA和RSICC联合发布的国际屏蔽积分实验数据库(SINBAD)中的ISPRA-Fe基准例题进行了测试验证。通过对屏蔽分析中关注的中子通量密度和反应率的计算,SuperMC所有物理量的计算结果与MCNP参考值的相对偏差均小于3σ,且与实验结果整体上吻合较好。同时,针对厚屏蔽区域的~(32)S(n,p)~(32)P反应率计算难以收敛的问题,采用了全局权窗生成器GWWG生成权窗进行计算,FOM因子提高了4 431倍,证明了SuperMC处理深穿透问题的正确性和高效性。

    2019年05期 v.39;No.159 860-865页 [查看摘要][在线阅读][下载 1176K]
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  • 核科学与工程期刊简介

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办,中国原子能出版社承办的核领域核心期刊。被多家国际著名检索系统收录,并被列为核领域的中文核心期刊,自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊连续8版入选北大核心期刊要目总览,2015年申报并成功入选中国科

    2019年05期 v.39;No.159 670页 [查看摘要][在线阅读][下载 632K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2017版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专

    2019年05期 v.39;No.159 868页 [查看摘要][在线阅读][下载 1911K]
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